A PRELIMENARY DESIGN OF A NEUTRON BEAM AT THE TAJURA RESEARCH REACTOR CORE FOR BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY USING THE MONTE CARLO CODE MCNP:

PART II: FILTERING AND OPTIMIZATION OF THE EPITHERMAL NEUTRON BEAM



Ramadan Muftah Kuridan,and Mustafa Ali Ben-Ghazail*

Nuclear Engineering Department, Al-Fateh University, Tripoli, Libya

*Reactor department, Tajura Nuclear Research Center, Tripoli, Libya.

الملخص



تم إنجاز التصميم الأولي لحزمة نيترونية فوق حرارية تتدفق عبر القناة الأفقية رقم ستة في مفاعل الأبحاث بتاجوراء الغرض منها علاج أورام المخ المستعصية بطريقة أسر البورون للنيترونات الحرارية (BNCT) بواسطة البرنامج المتخصص الكود MCNP. تتدفق النيترونات والفوتونات المتولدة في قلب المفاعل من خلال فوهة أنبوبة القناة الأفقية الممتدة عبر عاكس البريليوم إلى خارج القلب لمسافة كافية تسمح لمستخدمي القنوات الأخرى بالحركة قبل أن تصل موضع المريض. أنبوبة القناة مصنوعة من الفولاذ الذي لا يصدأ ومدرعة بالخرسانة التي تعمل على عكس و توهين الإشعاع المتسرب. تمر النيترونات والفوتونات من خلال المهدئات والمرشحات التي تم اختيارها بعد دراسة الخواص النووية لهذه المواد وتحديد سمكها وترتيبها عن طريق حسابات الكود المذكور حيث تعمل الأولى على تهدئة النيترونات السريعة وتعمل الثانية على امتصاص الإشعاع الغير مرغوب فيه والإبقاء ما أمكن على حزمة مسددة من النيترونات الفوق حرارية، وعليه فقد تم اختيار الألمونيوم27- كمادة مهدئة والبورون الطبيعي كمرشح للنيترونات الحرارية والبيزموث209- كمرشح لأشعة جاما ووضعها داخل القناة الأفقية بنفس الترتيب.


ABSTRACT



An epithermal neutron beam at the horizontal channel (HC) number VI of the Tajura research reactor is preliminarily designed for the purpose of brain tumor treatment based on the method of Boron Neutron Capture Therapy using MCNP code. The neutron and photons generated in the reactor core leak through the cavity of the HC in the Beryllium reflector and guided through a tube to patient position. The tube is extended to allow space for other HCs users. It is made of stainless steel surrounded by concrete shield which reflects and attenuates the escaping radiation. Investigation of the nuclear properties of different materials is carried out in order to determine which materials are more suitable as neutron moderators and those as neutron and gamma absorbers and attenuators (filters). Using the mentioned code, the thickness and order of moderators and filters is determined such that producing an optimized collimated beam of epithermal neutrons. Al-27 is selected as a moderator and natural boron as a thermal neutron filter and Bi-209 as a gamma filter. They all have been placed inside the HC VI in the same order.